T.C.
NİĞDE ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ
FİZİK ANABİLİM DALI
NÜKLEER REAKTÖRLER, YAKIT TİPLERİ VE MERSİN AKKUYU
. NÜKLEER SANTRALİ .
SAİM ÖNGÜ
Temmuz 2014 S. ÖNGÜ, 2014 YÜKSEK LİSANS TEZİ NİĞDE ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ
T.C.
NİĞDE ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ
FİZİK ANABİLİM DALI
NÜKLEER REAKTÖRLER, YAKIT TİPLERİ VE MERSİN AKKUYU NÜKLEER SANTRALİ
SAİM ÖNGÜ
Yüksek Lisans Tezi
Danışman Prof.Dr.Sefa ERTÜRK
Temmuz 2014
iv ÖZET
NÜKLEER REAKTÖRLER, YAKIT TİPLERİ VE MERSİN AKKUYU NÜKLEER SANTRALİ
ÖNGÜ, Saim Niğde Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü
Fizik Anabilim Dalı
Danışman : Prof. Dr. Sefa ERTÜRK
Temmuz 2014, 82 sayfa
Bu yüksek lisans çalışmasında, nükleer enerjinin ortaya çıkışı, nükleer reaktörler ve tipleri, reaktörlerde kullanılan yakıt tipleri, enerji üretimi sonucu ortaya çıkan atıkların idaresi ile Türkiye’de kurulacak olan Mersin Akkuyu Nükleer santralinin anlaşma ve kurulum koşulları araştırılmıştır. Literatür taraması yapıldığında bu kapsamda bir kaynağın olmadığı ve ortaya konulacak bu çalışmayla ilk kez bu konuları birlikte irdeleyen bir tez ortaya çıkarılacaktır. Ülkemizde nükleer santral kurulma çalışmaları ile beraber nükleer enerji, gerekliliği, ortaya çıkacak atıkların çevreye etkileri konusunda tartışmaların arttığı bir dönemde nükleer reaktörlerden elektrik enerjisi üretimi bu çalışma aracılığıyla irdelenmiştir.
Anahtar Sözcükler: Nükleer enerji, nükleer reaktörler, nükleer reaktörlerde yakıt, radyoaktif atıklar, Mersin Akkuyu nükleer santrali.
v SUMMARY
NUCLEAR REACTORS, FUELS AND AKKUYU NUCLEAR POWER PLANT
ÖNGÜ, Saim Niğde University
Graduate School of Natural and Applied Sciences Physics Department
Supervisor : Prof. Dr. Sefa ERTÜRK
July 2014, 82 pages
In this master's thesis, the discovery of nuclear energy, nuclear reactors, reactor types, nuclear fuel types, management of radioactive waste from energy production and construction details and agreement conditions of Akkuyu nuclear power plant to be built in Mersin, Turkey have been studied. Scanning the literature it can be noticed that so far there is no national source that has as wide a scope as of this thesis about the subject so that with this thesis a sufficiently complete treatment of the subject will, for the first time be present for national purposes. This is a time of the first planned construction of a nuclear power plant in Turkey which naturally results in an intense controversy about nuclear energy, its necessity and the environmental effects of nuclear waste. That's why the necessity of a thorough study of the subject becomes more important, as the author claims to provide with this thesis.
Keywords: Nuclear energy, nuclear reactors, nuclear fuel, radioactive waste, Mersin Akkuyu nuclear reactor
vi ÖNSÖZ
Bu yüksek lisans çalışmasında, nükleer enerjinin ortaya çıkışı, nükleer reaktörler ve tipleri, reaktörlerde kullanılan yakıt tipleri, enerji üretimi sonucu ortaya çıkan atıkların idaresi ile Türkiye’de kurulacak olan Mersin Akkuyu Nükleer santralinin anlaşma ve kurulum koşulları araştırılmıştır. Literatür taraması yapıldığında bu kapsamda bir kaynağın olmadığı ve ortaya konulacak bu çalışmayla ilk kez bu konuları birlikte irdeleyen bir tez ortaya çıkarılacaktır. Ülkemizde ilk defa Mersin ili Gülnar ilçesi Akkuyu sahasına nükleer santral kurulma çalışmaları ile beraber nükleer enerji, gerekliliği, ortaya çıkacak atıkların çevreye etkileri konusunda tartışmaların arttığı bir dönemde nükleer reaktörlerden elektrik enerjisi üretimi bu çalışma aracılığıyla irdelenmiştir.
Yüksek lisans tez çalışmamın yürütülmesi esnasında, çalışmalarıma yön veren, bilgi ve yardımlarını esirgemeyen ve bana her türlü desteği sağlayan danışman hocam, sayın Prof. Dr. Sefa ERTÜRK’e en içten teşekkürlerimi sunarım. Yüksek lisans tez çalışmam esnasında yardımlarına başvurduğum University of Iowa’da öğretim asistanlığı yapan Delalcan KILIÇ ile Muharrem AKYÜZ’e şükran duygularımı belirtmek isterim.
Bu tezi, anlayış ve sabırlarıyla beni asla yalnız bırakmayan hayat arkadaşım Fatma ÖNGÜ’ye, kızlarım Gülse ve Defne’ye ithaf ediyorum.
vii
İÇİNDEKİLER
ÖZET...……….……….………... iv
SUMMARY ...……….…………... v
ÖNSÖZ ...………. vi
İÇİNDEKİLER DİZİNİ ……….………. vii
ÇİZELGELER DİZİNİ ………... x
ŞEKİLLER DİZİNİ ………... xii
FOTOĞRAF VB. MALZEMELER DİZİNİ ………. xiii
SİMGE VE KISALTMALAR ……….. xiv
BÖLÜM I GİRİŞ ……….. 1
BÖLÜM II NÜKLEER ENERJİ ……….. 3
2.1 Nükleer Gücün Keşfi ..………...……. 3
2.2 Nükleer Enerji Nedir? ……… 4
2.3 Atom Çekirdeğinin Bölünmesi (Fisyon) ………. 5
2.4 Fisyonda Zincir Reaksiyon Mekanizması ……….. 6
2.5 Atom Çekirdeğinin Kaynaşması (Füzyon) .……… 7
2.6 Günümüzde Nükleer Enerjiye Genel Bakış ……… 8
2.7 Niçin Enerji Üretiminde Nükleer Santraller .………... 10
2.8 Dünyada Nükleer Enerjinin Kullanım Durumu ………... 13
BÖLÜM III NÜKLEER REAKTÖRLER ……….... 15
3.1 Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri .……….. 17
3.1.1 Yakıt maddesi ……….. 17
3.1.2 Yavaşlatıcı ………... 19
3.1.3 Soğutucu ……….. 19
3.1.4 Kontrol elemanları ………... 19
3.1.5 Kazan ………... 20
3.1.6 Koruyucu zırh ……….. 20
3.2 Nükleer Reaktör Tipleri .………... 20
3.3 Hafif Sulu Nükleer Reaktörler .………. 22
3.3.1 Basınçlı su reaktörü PWP ..……….. 22
viii
3.3.2 Kaynar sulu nükleer reaktörler BWR ………... 25
3.4 Ağır Sulu Reaktörler .……… 27
3.4.1 CANDU tipi reaktörler PHWR .………... 27
3.5 Diğer Nükleer Reaktör Tipleri .………. 29
3.5.1 Gaz soğutmalı reaktörler GCR ………... 29
3.5.2 Su soğutmalı su yavaşlatıcılı reaktörler WWER ………. 32
3.5.3 Hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı reaktörler LWGR ………... 34
3.5.4 Sıvı metal soğutuculu reaktörler FBR .………. 35
BÖLÜM IV NÜKLEER REAKTÖRLERDE YAKIT VE YAKIT ÇEVRİMİ ………. 39
4.1 Uranyum ……… 39
4.2 Dünyada Uranyum Üretimi ve Tüketimi ……….. 39
4.3 Toryum ……….. 43
4.4 Plütonyum ………. 45
4.5 Yakıt Çevrimindeki Karakteristik Büyüklükler ……… 45
4.5.1 Yanma oranı ………... 45
4.5.2 Dönüşme oranı ………... 46
4.5.3 Üretkenlik ………... 46
4.5.4 Yenileme zamanı ………... 47
4.6 Nükleer Yakıt Çevrimi ……….. 47
4.7 Reaktör Tipine Göre Yakıt Çevrimi ……….. 48
4.7.1 Hafif sulu reaktörler ………. 48
4.7.2 Ağır sulu reaktörler ……….. 49
4.7.3 Hızlı üretken reaktörler ……… 49
4.7.4 Toryum yakıtlı reaktörler ………... 49
4.8 Uranyum Çevrim Adımları ………... 49
4.9 Uranyum Zenginleştirme ……….. 50
BÖLÜM V NÜKLEER ATIKLAR ……… 54
5.1 Nükleer Enerji Üretiminde Ortaya Çıkan Radyoaktif Atıklar ……….………. 54
5.2 Nükleer Enerji Üretiminde Ortaya Çıkan Radyoaktif Atıkların İdaresi ………….…….. 54
5.2.1 Radyoaktif atık yönetimi ilkeleri ………..………... 54
5.2.2 Radyoaktif atık yönetimi uygulamaları ……… 55
ix
5.2.2.1 Atık miktarını azaltma ………...………... 55
5.2.2.2 Depolamaya uygun hale getirme ve paketleme ………... 55
5.2.2.3 Ara depolama ………... 56
5.2.2.4 Nihai depolama ……… 56
5.3 Radyoaktif Atıkların Sınıflandırılması ………..… 57
5.3.1 Düşük düzey nükleer atıklar ………... 58
5.3.2 Orta düzey nükleer atıklar ………..………….. 59
5.3.3 Yüksek düzey nükleer atıklar ………... 59
5.4 Radyoaktif Atıkların Kaynakları ………... 60
5.4.1 Güç reaktörü kullanılmış yakıtları ………... 60
5.4.2 Yakıt tekrar işleme tesisi ……….. 60
5.4.3 Nükleer araştırma merkezleri ………... 61
5.4.4 Hastaneler ………... 61
5.5 Radyoaktif Atıkların Bertaraf Edilmesi ……… 61
5.5.1 Geçici saklama tesisleri ……… 62
5.5.2 Kalıcı saklama tesisleri ………... 62
5.6 Radyoaktif Atıkların Katılaştırılarak Saklanması ………. 62
5.6.1 Çimentolaştırma ……….. 62
5.6.2 Polimerizasyon ………... 62
5.6.3 Camlaştırma ………... 63
BÖLÜM VI MERSİN AKKUYU NÜKLEER SANTRALİ ……….... 64
6.1 Türkiye’nin Temel Enerji Politikası ………. 66
6.2 Ülkemizde Nükleer Güç Santrali Kurulma Gerekliliği ………. 66
6.3 Akkuyu NGS Projesinin Özellikleri ……….. 69
6.3.1 Genel Bilgi ………... 69
6.3.2 Tasarım özellikleri ……….……….. 71
6.4 Akkuyu Nükleer Güç Santrali İçin Neden Rusya Federasyonu? ………... 71
BÖLÜM VII TARTIŞMA VE SONUÇ ………. 73
KAYNAKLAR ………... 76
ÖZ GEÇMİŞ ………... 82
x
ÇİZELGELER DİZİNİ
Çizelge 2.1. Nükleer reaktör sayısının tarihsel gelişimi .……….... 8
Çizelge 2.2. Dünyada üretilen toplam enerjinin kaynaklara göre değişimi (1973-2010) ……. 9
Çizelge 2.3. Dünyada üretilen toplam elektriğin kaynaklara göre değişimi (1973-2010) …… 9
Çizelge 2.4. Ülkemizin elektrik üretim talebi ………. 10
Çizelge 2.5. Enerji santrallerinin işletme-bakım ve yakıt maliyeti ………...….. 11
Çizelge 2.6. Enerji santrallerinin kapasite faktörü, ilk yatırım ve birim enerji üretim maliyeti …... 12
Çizelge 2.7. İşletim maliyetinde yakıtın oranı ve yakıt fiyatının iki katına çıkmasıyla birim . elektrik enerjisi üretim maliyetindeki değişim .……….. 12
Çizelge 2.8. Bazı OECD ülkeleri için %5 iskonto ile hesaplanan 2010 yılı elektrik üretim . maliyetleri ..……….…….... 13
Çizelge 2.9. Nükleer enerjiden yararlanmayı düşünen ülkeler ………13
Çizelge 2.10. Ülkelere göre kurulması planlanan ve kurulması önerilen nükleer reaktör . . sayısı (13 Eylül 2011 itibariyle) .………..………. 14
Çizelge 3.1. Basınçlı su reaktörü, kaynar sulu reaktörler, basınçlı ağır su reaktörlerinin teknik . özellikleri ..……….. 37
Çizelge 3.2. Tiplerine göre işletmede ve inşa halinde bulunan reaktörler (2010) …….…….. 38
Çizelge 4.1. Dünyada uranyum rezervinin en çok bulunduğu ülkeler ……… 40
Çizelge 4.2. Dünyada kurulu ve 2020 yılına kadar kurulacak reaktörlerin yıllık uranyum (ton) . ihtiyaçları ……… 41
Çizelge 4.3. Kısa dönem uranyum üretim kapasiteleri (ton) ……….. 42
Çizelge 4.4. Dünya toryum rezervi ( ton) ………... 44
Çizelge 4.5. Uranyum dönüştürme tesisleri ve kapasiteleri (Ekim 2005) ………... 50
Çizelge 4.6. Zenginleştirme tesisleri , kapasite ve teknolojileri ………. 51
Çizelge 4.7. Uranyum yakıt fabrikasyon tesisleri ve kapasiteleri ………... 53
Çizelge 5.1. IAEA tarafından verilen genel atık sınıflandırılması ……….. 57
Çizelge 5.2. Düşük, orta ve yüksek düzey nükleer atık türlerinin limit değerleri …..……… 59
Çizelge 5.3. Ülkelere göre kullanılmış yakıt işleme kapasiteleri (tHM/y) ………. 61
Çizelge 6.1. Dünyada (2008) ve ülkemizde (2010) üretilen elektriğin yakıt kaynaklarına . . göre dağılımı ……….. 67
Çizelge 6.2. Yenilenebilir enerji kaynaklarımızın ekonomik potansiyeli ………... 67
xi
Çizelge 6.3. Ülkemizde kurulması planlanan nükleer reaktörler ……… 68 Çizelge 6.4. Dünya genelinde Rus teknolojisi nükleer reaktörlerin durumu ……….. 71
xii
ŞEKİLLER DİZİNİ
Şekil 2.1. Fermi tarafından 1942 yılında Chicago’da gerçekleştirilen yer altına inşa edilen
. nükleer deneme reaktörü ………. 3
Şekil 2.2. Nükleer güç santralinde elektrik üretimi ………... 4
Şekil 2.3. Tipik bir fisyon reaksiyonu ………... 5
Şekil 2.4. Zincirleme reaksiyon mekanizması ………... 6
Şekil 2.5. Tipik bir füzyon reaksiyonu ……….. 7
Şekil 3.1. Reaktör kontrol mekanizması ……….. 16
Şekil 3.2. Nükleer reaktör çalışma prensibi ……… 17
Şekil 3.3. Nükleer yakıt peleti, yakıt çubuğu ve reaktör kabı içindeki yerleşimi ………19
Şekil 3.4. Basınçlı su reaktörünün basit şeması ……….. 24
Şekil 3.5. Kaynar sulu reaktörün basit şeması ……… 27
Şekil 3.6. CANDU reaktörünün basit şeması ………. 29
Şekil 3.7. Gaz soğutmalı reaktör yakıtları – TRISO parçacığı ve küresel yakıt ………. 30
Şekil 3.8. Gaz soğutmalı reaktör yakıtları – Prizmatik yakıt ……….. 30
Şekil 3.9. Yüksek sıcaklık gaz soğutmalı reaktörün basit şeması ………... 32
Şekil 3.10. WWER reaktörünün şematik gösterimi ……… 33
Şekil 3.11. Hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı nükleer reaktör tasarımı ……… 34
Şekil 3.12. Döngü tipi metal soğutuculu reaktör tasarımı ………... 36
Şekil 4.1. Türkiye’deki uranyum kaynaklarının bulunduğu yerler ………. 40
Şekil 4.2. Türkiye’deki toryum kaynaklarının bulunduğu yerler ……… 44
Şekil 4.3. Açık ve kapalı nükleer yakıt çevrimi ……….. 48
Şekil 5.1. Atık üretiminin karşılaştırılması – AB’deki yıllık atık üretimi ……….. 55
Şekil 5.2. Tipik yüksek seviyeli atık (YSA) taşıma kabı ……… 60
Şekil 6.1. Mersin Akkuyu nükleer güç santralinin üç boyutlu tasarımı ……….. 69
Şekil 6.2. Bir nükleer güç santralinin temel üretim akım şeması ……… 70
xiii
FOTOĞRAF VB. MALZEMELER DİZİNİ
Fotoğraf 2.1. Atom bombası Hiroşima ……….. 6
Fotoğraf 2.2. Güneş patlamaları ……… 7
Fotoğraf 3.1. Uranyum hegzaflorid varilleri ………... 18
Fotoğraf 3.2. St. Alban basınçlı su reaktörü (Fransa) ………. 23
Fotoğraf 3.3. St. Laurent basınçlı su reaktörü (Fransa) ……….. 23
Fotoğraf 3.4. Krsko basınçlı su reaktörü (Slovenya) ……….. 24
Fotoğraf 3.5. Gundremmingen kaynar sulu reaktör (Almanya) ……….. 26
Fotoğraf 3.6. Confrentes kaynar sulu reaktör (İspanya) ………. 26
Fotoğraf 3.7. Pickering CANDU tipi reaktör (Kanada) ………. 28
Fotoğraf 3.8. Hunterstone ileri gaz soğutmalı reaktör (İngiltere) ………... 31
Fotoğraf 3.9. Mochove su soğutmalı su yavaşlatıcılı reaktör (Slovakya) ………... 33
Fotoğraf 3.10. Ingalia hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı reaktör (Litvanya) ……… 35
Fotoğraf 4.1. Yakıt paletleri ……… 51
Fotoğraf 4.2. Yakıt çubukları ……….. 51
Fotoğraf 4.3. Yakıt demeti ……….. 52
Fotoğraf 5.1. Radyoaktif atıkların çelik varillerde depolanması ………. 56
Fotoğraf 5.2. ABD Yucca Dağı nihai nükleer atık depolama tesisi ……… 56
Fotoğraf 5.3. Düşük düzeyli atık depolama alanı – Centre de Manche (Fransa) ……… 58
Fotoğraf 5.4. Camlaştırılmış yüksek seviyede radyoaktif atık ……… 63
Fotoğraf 6.1.Türkiye’nin önemli üniversitelerinden öğretim üyelerinin referans Novovoranej . NGS-2’yi ziyareti ………..… 65
Fotoğraf 6.2. Tek ünitenin aerodinamik testine dair bir görüntü ……… 70
xiv
SİMGE VE KISALTMALAR
Simgeler Açıklama
e Elektron
V Volt
s Saniye
M Mega
K Kelvin
G Giga
W Watt
Kwsaat Kilowattsaat
$ Dolar
Kg Kilogram
Metre küp
Bq Becquerel
Ci Curie
t Ton
y Yıl
h Saat
m Metre
mm Milimetre
atm Atmosfer
Bu Yanma Oranı Reaktöre Yüklenen Yakıtın Zenginliği
Reaktörden Çıkartılan Yakıtın Zenginliği
C Dönüşme Oranı Dönüşme Oranını Maksimum Değeri
L Kaçak ve Parazit Yutulmalar
G Üretme Kazancı
Reaktörün Gücü
İlk Yükü
xv
y Yakıt Tüketimi
Yenileme Zamanı
U Uranyum
Kısaltmalar Açıklama
ABD Amerika Birleşik Devletleri
TPAO Türkiye Petrolleri Anonim Ortaklığı OECD Ekonomik Kalkınma ve İşbirliği Örgütü IAEA Uluslararası Atom Enerjisi Kurumu
WNA Dünya Nükleer Birliği
AB Avrupa Birliği
TBMM Türkiye Büyük Millet Meclisi
NGS Nükleer Güç Santrali
HM Ham Madde
IEA Uluslararası enerji Ajansı
NEA Nükleer Enerji Ajansı
BAE Birleşik Arap Emirlikleri
ABWR İleri Kaynar Sulu Reaktör
AGR İleri Gaz Soğutmalı Reaktör
BWR Kaynar Sulu Reaktör
FBR Hızlı Üretken Reaktör
GCR Gaz Soğutmalı Reaktör
LWGR Hafif Su Soğutmalı Grafit Yavaşlatıcılı Reaktör
PHWR Basınçlı Ağır Sulu Reaktör
PWR Basınçlı Su Reaktörü
WWER Su Soğutmalı Su Yavaşlatıcılı Güç Reaktörü
CANDU Kanada Döteryum Uranyum Reaktör
MGCR Magnezyum Gaz Soğutmalı Reaktör
HTGR Yüksek Sıcaklıklı Gaz Soğutmalı Reaktör
HWR Ağır Su Reaktörü
xvi
MOX Karışık Oksitli Yakıt
YSA Yüksek Seviyeli Atık
1 BÖLÜM I
GİRİŞ
İnsanoğlunun varoluşundan bu güne kadar en temel ihtiyaçlarından bir tanesi de enerji olmuştur. 18. yüzyıla kadar ihtiyaç duyulan enerji odun, su, rüzgâr, hayvan ve insan gücünden sağlanmıştır. Sanayileşme, nüfus artışı ve beraberinde artan enerji ihtiyacının karşılanması için kaynak arayışları hız kazanmıştır. Sanayileşme ile birlikte elektrik üretiminde kömür ve petrol ile bunların hammaddeleri olan fosil yakıtların kullanımı hızla artmıştır (Doğu Marmara Kalkınma Ajansı, 2011)
20. yüzyılın ikinci yarısından itibaren ihtiyaç duyulan enerjinin temininde “güvenilir kaynaklardan enerjiyi sağlama” arayışı enerji dünyasının en önemli gündemi haline gelmiştir. Bu arayışın hızlanmasında 19. yüzyılın sonlarına doğru ortaya çıkan petrol krizi en önemli etkendir. Böylece 19. yüzyılın ortalarında kurulmaya başlanan nükleer santraller artmaya başlamıştır. Mayıs 2010 itibariyle, 30 ülkede, 438 nükleer santral reaktörü, enerji üretiminde kullanılmaktadır.
Uluslararası ticarette ve kalkınmışlıkta ön sıralarda bulunan ülkelere bakıldığında ihtiyaç duydukları enerjiyi ucuz, kaliteli ve sürdürülebilir olarak ( 7 gün 24 saat ) elde ettikleri görülmektedir.
Yıllık enerji talep artışı %7-8 civarında olan ve bu kategoride, Çin’den sonra ikinci sırada bulunan ülkemizin süreç içerisinde enerji elde etme portföyüne nükleer enerjiyi de katma çalışmaları sonucu, Akkuyu ve Sinop’a nükleer güç santrali kurulma kararı alınmış ve bu çerçevede T.C. hükümeti ile Rusya Federasyonu arasında Akkuyu sahasında bir nükleer güç santralinin tesisine ve işletimine dair işbirliğine ilişkin anlaşma 12 Mayıs 2010 tarihinde imzalanmıştır. Söz konusu anlaşma, 15 Temmuz 2010 tarihinde TBMM genel kurulu tarafından kabul edilmiş, 6 Ekim 2010 tarihli ve 27721 sayılı Resmi Gazete’de yayımlanmıştır.
2
Bu anlaşmanı imzalanması ile beraber ülke gündeminde nükleer enerjinin ne olduğu, gerekliliği, nasıl elde edildiği, santrallerde ortaya çıkan atıkların bertaraf edilmesi ve saklanması gibi konular ülke gündeminde yer bulmuştur.
Anlaşma doğrultusunda ilk olarak ülkemiz Mersin ili Gülnar ilçesi Akkuyu mevkiine kurulacak olan Nükleer güç santralinin yapım, işletim koşulları ve özellikleri tartışılmaya başlanmış bu süreçte literatür taraması yapılmış ve bu konuları hep beraber barındıran kapsamlı bir kaynağın olmadığı görülmüştür.
Bu çalışma ile Rusya Federasyonu ile yapılan anlaşma sonucu ülke gündeminde yer bulan ve kamuoyunda oluşan soru işaretlerinin giderilmesi amaçlanmış, böylece bu konuları ilk kez birlikte irdeleyen bir tez ortaya çıkarmak hedeflenmiştir (T.C. Enerji ve Tabii Kaynaklar Bakanlığı, 2012).
3 BÖLÜM II
NÜKLEER ENERJİ
2.1. Nükleer Gücün Keşfi
1905 yılında Einstein fisyon sonucu açığa çıkabilecek enerji konusunda öngörüde bulunmuştu. Daha sonra bu öngörü deneysel olarak Alman fizikçi Otto Hahn ve Avusturya asıllı İsveçli fizikçi Lise Meitner ile diğerleri tarafından doğrulandı. 1942 yılında Amerika Birleşik Devletleri' nin Chicago, Illinois kentinde insan yapısı ilk nükleer reaktör kuruldu. Bu proje İtalyan Enrico Fermi tarafından yürütülmüştür.
Şekil 2.1. Fermi tarafından 1942 yılında Chicago’da gerçekleştirilen, yer altında inşa
. edilen nükleer deneme reaktörü (Nükleer enerjinin tarihçesi, 2014)
Fakat, dünyada ilk ortaya çıkan reaktör bu değildir. Afrika'da Oklo, Gabon’daki bir uranyum madeninde, yeraltı sularının da maden içinde bulunması nedeniyle doğal bir nükleer reaktör oluştuğu ve binlerce yıl ısı ürettiği son yıllarda ortaya çıkarılmıştır. Hem Amerika Birleşik Devletleri' nin Chicago, Illinois kentinde bulunan insan yapısı ilk nükleer reaktör hem de Afrika’da Gabon’daki doğal nükleer reaktör fisyonu kullanarak ısı üretmiş; ancak her ikisi de elektrik üretmemiştir.
Elektrik üreten ilk ticari nükleer güç santrali 1957’de işletmeye giren Shippingport, Pennsylvania'da (ABD) kurulmuştur (Turan, 2006). Fisyon kullanılarak üretilen ilk
4
elektrik ise, 1951 yılı Aralık ayında Arco, Idaho’daki deneysel üretken reaktöründe elde edilmiştir (Bilir, 2002).
Şekil 2.2. Nükleer güç santralinden elektrik üretimi (Nükleer güç santrali / reaktörü
. nedir?, 2014)
2.2. Nükleer Enerji Nedir?
Atom çekirdeklerinin parçalanması sonucunda büyük bir enerji açığa çıkmaktadır.
Uranyum gibi ağır atom çekirdeklerine nötronların çarpması sonucunda bu çekirdeklerin parçalanması sağlanabilir; bu tepkimeye “fisyon” adı verilmektedir. Her bir parçalanma tepkimesi sonucunda açığa fisyon ürünleri, enerji ve birkaç tane de nötron açığa çıkmaktadır.
Tepkime sonucu açığa çıkan nötronlar kullanılarak uygun tasarlanan bir sistemde parçalanma tepkimesinin sürekliliği sağlanabilir (zincirleme reaksiyon). Ayrıca, hafif atom çekirdeklerinin birleşerek daha ağır atomları oluşturması sonucunda da büyük bir enerji açığa çıkmaktadır. Bu birleşme tepkimesine “füzyon” adı verilir. Fisyon ve
5
füzyon tepkimeleri ile elde edilen enerjiye “çekirdek enerjisi” veya “nükleer enerji” adı verilmektedir (Nükleer enerji nedir?, 2009).
2.3. Atom Çekirdeğinin Bölünmesi (Fisyon)
Fisyon, atom çekirdeğinin bölünmesi ya da ağır çekirdeklerin ikiye bölünmesi olayıdır.
Ağır çekirdeklerin ikiye bölünmesi sonucunda büyük miktarda enerji, nötron ve gamma ışınları ortaya çıkar. Fisyon ağır çekirdeklere enerji aktarılması, yani ağır çekirdeklerin uyarılmasıyla gözlenir. Fisyon sonucu ortaya çıkan çekirdeklere de fisyon ürünleri adı verilir. Çekirdeklerin uyarılması işleminin çoğu, nötronla ve gamma ışınıyla yapılır.
Fisyon olayını inceleyebilmek için çekirdeğinin bölünmesini ele alalım:
çekirdeği küçük bir enerjiyle (0,025eV) uyarılacak olursa, birleşik çekirdeği oluşur. Çekirdek enerji alarak uyarılmış olur. Çekirdek aldığı enerji nedeniyle salınım (osilasyon) hareketi yapar. Eğer kazanılan enerji çekirdeğin bölünmesine yetmiyor ise çekirdek başlangıç haline döner. Kazanılan enerji çekirdeğin bölünmesi için yeterli ise bu çekirdek ikiye ayrılır. birinci fisyon ürünü , ikinci fisyon ürünü olacaktır. Bölünme ile meydana gelen bu çekirdekler de nötron fazlalığı olduğundan kararsızdırlar. Çekirdeklerden her biri bölünmeden hemen sonra yaklaşık olarak s'den daha az bir zaman sonra bir veya iki nötron yayınlar. Bu nötronlardan başka geride kalan çekirdekler fazla enerji taşıyabilirler. Bu enerjilerini ise gama ışıması yaparak atabilirler. Sıvı damlasının bölünmesi, çekirdeğin bu bölünme olayı ile benzeştiğinden, çekirdek için yapılan hesaplarda sıvı damlası modeli kullanılır (Yörükoğlu vd., 1998). Şekil 2.3' de, atom çekirdeğinin bölünme mekanizması verilmiştir.
Şekil 2.3. Tipik bir fisyon reaksiyonu (Taek, 2010)
6
Nükleer santrallerde kullanılan tepkimeler, atom bombası teknolojisi fisyona örnektir.
Fotoğraf 2.1. Hiroşima’ya atılan atom bombasının görünümü (Zengin, 2013) 2.4. Fisyonda Zincir Reaksiyon Mekanizması
Bir fisyon olayında yutulan her bir nötrona karşılık olarak ortalama 2-3 nötron meydana gelir ve bu nötronların enerjileri yaklaşık 2 MeV dir. Meydana gelen nötronların bir kısmı dışarı çıktığı için fisyona neden olmazlar. Ancak bir nötrona karşılık ortalama 2-3 nötronun meydana gelmesi, reaksiyonun kendi kendine devam edebileceğini gösterir.
Böylece meydana gelen nötronlar yeni fisyonlar oluşturur ve oluşan bu reaksiyona
“zincir reaksiyonu” denir (Yaramış, 1985). Şekil 2.4'de zincirleme reaksiyon mekanizması verilmiştir.
Şekil 2.4. Zincirleme reaksiyon mekanizması (Nükleer enerji, 2014)
7 2.5. Atom Çekirdeğinin Kaynaşması ( Füzyon )
İki hafif çekirdeğin daha ağır bir çekirdek oluşturacak şekilde birleştirilmesi olayına
"füzyon" denir (Krane, 2011). Bu olay, fisyonun tam tersidir. Atom çekirdeklerine yüksek enerji verilerek, çekirdeklerin etkileşmelerinin sağlanması ile füzyon oluşmaktadır. Bu durum atom çekirdeklerinin ancak çok yüksek sıcaklıkta ısıtılmalarıyla mümkündür. Örneğin Döteryum-Trityum kaynaşması için bu sıcaklık (Yörükoğlu vd., 1998). Atom çekirdeklerinin birleşmeden sonra oluşan parçacıklarla, başlangıçtaki çekirdeklerin kütleleri arasındaki fark oldukça büyüktür. Bu kütle farkı enerji olarak açığa çıkar. Bu olayda açığa çıkan enerji, fisyonla açığa çıkan enerjiden çok daha büyüktür. Şekil 2.5’de tipik bir füzyon reaksiyonu verilmiştir.
Şekil 2.5. Tipik bir füzyon reaksiyonu (Zor, 2013) Güneş Patlamaları füzyona örnek gösterilebilir.
Fotoğraf 2.2. Güneş patlamaları (Manyetizma, 2014)
8 2.6. Günümüzde Nükleer Enerjiye Genel Bakış
1942 yılında ABD’de ilk nükleer reaktörün kurulması ve elektrik üretimi için kullanımını takiben İngiltere’de 1953’te, Rusya’da 1954’te, Fransa’da 1956’da ve Almanya’da 1961’de elektrik üretiminde nükleer enerji kullanılmaya başlandı. 1960’lı ve 1970’li yıllarda onar ülke daha nükleer enerji ile elektrik üretimine başladı. 1970’li yıllardaki petrol krizi sebebiyle ülkelerin nükleer enerjiden elektrik üretme talepleri arttı ve yeni santraller kuruldu. Daha sonraki yıllarda petrol fiyatlarındaki düşüş bu talebi frenledi. ABD’deki Three Mile Island (1979) ve Rusya’daki Çernobil (1986) kazalarının etkisi sonucu, nükleer tesislerin güvenilirliği hakkında endişeler oluştu. Bu tür sebeplerden ötürü, nükleer reaktör sayısındaki artış daha sonraki yıllarda sınırlı oldu(Çizelge 2.1.).
Çizelge 2.1. Nükleer reaktör sayısının tarihsel gelişimi (Taek, 2010)
Mayıs 2010 itibariyle, 372 GWe kurulu üretim kapasiteli ve dünyadaki birincil enerjinin
%6’sını ve elektriğin de %14’ünü sağlayan 30 ülkede 438 nükleer santral reaktörü enerji üretiminde kullanılırken, 42 nükleer santral inşa aşamasında bulunmaktadır (Taek, 2010). 1973 yılında üretilen toplam enerjinin % 0,9’u nükleer enerjiyken, bu oran 2010'da % 5,7 olmuştur. Çizelge 2.2’de 1973-2010 yılları arasında dünyada üretilen toplam enerjinin kaynaklara göre değişimi, Çizelge 2.3.’de 1973-2010 yılları arasında dünyada üretilen toplam elektriğin kaynaklara göre değişimi verilmiştir.
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500
1965 1970 1975 1980 1985 1990 1995 2000 2004 2010
1965-2010 yılları arası reaktör sayısı
9
Çizelge 2.2. Dünyada üretilen toplam enerjinin kaynaklara göre değişimi (1973-2010)
. (International Energy Agency, 2012)
1973 yılında toplam elektriğin % 3'ü nükleer enerjiden üretilmişken, 2010'da bu oran
% 12,9 olmuştur.
Çizelge 2.3. Dünyada üretilen toplam elektriğin kaynaklara göre değişimi (1973-2010)
. (International Energy Agency, 2012)
1973
Petrol Kömür Doğal Gaz Biyoyakıt Hidro Nükleer Diger
2010
Petrol Kömür Doğal Gaz Biyoyakıt Hidro Nükleer Diğer
1973
Kömür Petrol Hidro Doğal Gaz Nükleer Diğer
2010
Kömür Petrol Hidro Doğal Gaz Nükleer Diğer
10 2.7. Niçin Enerji Üretiminde Nükleer Santraller
Dünya elektrik ihtiyacının 2007 ile 2035 yılları arasında yıllık ortalama %1,4 toplamda
%49 artacağı öngörülmektedir. Ülkemizde ise 2009- 2018 yılları arasında yüksek talep olduğunda %4,5-7,5 düşük talep olduğunda ise %4,5-6,7 oranında yıllık elektrik talep artışı olacağı tahmin edilmektedir. Bu artışa karşın, TPAO’nun verilerine göre, dünya elektrik üretiminin %26,7’sini (2008 yılı), ülkemizin ise %47,2’sini (2010 yılı) karşılayan petrol ve doğalgazdan petrol rezervleri 2050 yılında, doğalgaz rezervleri ise 2070 yılında tükeneceği tahmin edilmektedir (T.C. Enerji ve Tabii Kaynaklar Bakanlığı, 2012). Çizelge 2.4’de ülkemizin elektrik üretim talebi görülmektedir.
Çizelge 2.4. Ülkemizin elektrik üretim talebi (T.C. Enerji ve Tabii Kaynaklar Bakanlığı,
. 2012)
Yıllar Yüksek Talep Düşük Talep
2010 %4,5 %4,5
2011 %6,5 %5,5
2012 %7,5 %6,7
2013 %7,5 %6,7
2014 %7,5 %6,7
2015 %7,5 %6,7
2016 %7,4 %6,6
2017 %7,4 %6,6
2018 %7,4 %6,6
Çizelgede de görüldüğü gibi gelecek yıllarda enerji ihtiyacının giderilmesi için yeni kaynaklara ihtiyaç duyulacaktır. Nükleer enerjinin avantaj ve dezavantajları konusunda çelişkili ve çeşitli fikirler bulunmaktadır.
Nükleer enerjinin avantajları hakkındaki fikirleri aşağıdaki gibi sıralamak mümkündür:
Nükleer santrallerin fosil yakıtlar gibi rezerv, dışa bağımlılık, yenilenebilir enerji kaynakları gibi dış koşullara bağlı olmamasından dolayı elektrik üretiminde süreklilik arz etmesi. Günümüzde iklim değişikliğine sebep olan sera gazı salınımı konusunda en temiz seçeneğin nükleer enerji olması. Az miktar uranyum kaynağından yüksek miktarda enerji üretildiğinden nükleer santrallerden çıkan atık miktarı az olup bunun depolanması da aynı oranda güvenli olması. Nükleer santrallerden elektrik üretim maliyetlerinin diğer elektrik üretim metotlarına göre ucuz olması söylenebilir.
Yukarıda sayılan avantajlarına karşın, nükleer enerjinin bazı dezavantajları konusunda da fikirler yok değildir. Bunlar:
11
Nükleer santrallerde üretilen atıkların radyoaktif olmaları sebebiyle tehlike arz etmesi, kullanılan yakıtların yakıt tekrar işleme tesislerine ve çıkan yüksek seviyeli atıkların gömülme işlemi için taşınma gerekliliği ve santrallerin belirli coğrafi özelliklere sahip bölgelere kurulma zorunluluğu olarak sıralanabilir (Aliağaoğlu ve Temurçin, 2003).
Avantajları ve dezavantajlarına bakıldığında enerji ihtiyacının temini için dünyada nükleer enerji tercih edilmektedir.
Elektrik enerjisi üretim-yatırım maliyetine etki eden faktörleri; santralin ilk yatırım maliyeti, işletme-bakım maliyeti ve yakıt maliyeti olarak sıralayabiliriz. Çizelge 2.5’de Enerji santrallerinin işletme-bakım ve yakıt maliyeti Çizelge 2.6’da da enerji santrallerinin kapasite faktörü, ilk yatırım ve birim enerji üretim maliyeti verilmiştir.
Çizelge 2.5. Enerji santrallerinin işletme-bakım ve yakıt maliyeti (Koç ve Şenel, 2013)
Santral tipi İşletme-bakım maliyeti (cent/kWh)
Yakıt maliyeti (cent/kWh)
Doğalgazlı termik santral 0.415 3.609
Linyitli termik santral 1.495 1.839
İthal kömürlü termik santral 1.413 1.965
Hidroelektrik santral 0.203 0
Nükleer santral 0.780 1.000
Rüzgâr enerji santralı 1.2 0
Jeotermal enerji santralı 1.8 0
Güneş enerji santralı
(Fotovoltaik pil) 1.6 0
12
Çizelge 2.6. Enerji santrallerinin kapasite faktörü, ilk yatırım ve birim enerji üretim.
. maliyeti (Koç ve Şenel, 2013)
Santral tipi Yerel/Dışa
bağımlı
Kapasite Faktörü (%)
İlk yatırım maliyeti ($/kW)
Birim enerji üretim maliyeti (cent/kWh) Doğalgazlı termik santral Dışa bağımlı 85-90 500-1.300 3,6-10,6
Linyitli termik santral Yerel 50-85 2.000-3.000 4,6-12,0
İthal kömürlü termik santral Dışa bağımlı 50-85 1.500-2.500 4,5-8,8
Hidroelektrik santral Yerel 30-45 1.900-2.600 2,7-3,5
Nükleer santral Yerel/Dışa
bağımlı 85-95 2.500-5.000 3,0-8,2 Rüzgâr enerji santralı
(Yükseklik: 30 m ve hız: 8.5 m/s) Yerel 25-45 1.200-2.500 5,1-14,6 Jeotermal enerji santralı Yerel 80-90 1.700-4.000 3,3-4,0 Güneş enerji santralı (Fotovoltaik pil) Yerel 20-25 4.000-8.000 12,3-24,5 Biyokütle enerji santralı Yerel 80-90 2.000-3.500 4,8-8,0
Kapasite faktörü, santralin belirli bir periyotta ürettiği enerjinin tam kapasitede üretebileceği enerjiye oranı olarak tanımlanmaktadır. Kapasite faktörünün yüksek olması santralden verimli bir şekilde faydalanılabileceğini gösterir(Koç ve Şenel, 2013).
Çizelge 2.7’ de görüldüğü üzere işletme maliyetlerinde nükleer yakıtın oranı %30’larda olduğu için (bu oran kömür yakıtlı santraller için %77, doğalgaz için %90) nükleer yakıt fiyatlarındaki değişimin elektrik üretim maliyetine etkisi, fosil yakıtlara oranla çok daha azdır. Yakıt fiyatlarının iki katına çıkması doğalgaz santralleriyle üretilen elektriğin maliyetine %66, kömür santralleriyle üretilen elektriğin maliyetine %31 oranında yansımaktayken bu oran nükleer santraller için sadece %9’dur.
Çizelge 2.7. İşletim maliyetinde yakıt fiyatının iki katına çıkmasıyla birim elektrik
. enerjisi üretim maliyetindeki değişim (T.C. Enerji ve Tabii Kaynaklar Bakanlığı,
. 2012)
Yakıt tipi İşletme ve bakım Yakıt Yakıtın fiyatı iki katına çıkarsa elektrik üretim maliyetindeki
değişim
Kömür %23 %77 %31 artar
Doğalgaz %10 %90 %66 artar
Nükleer %70 %30 %9 artar
13
Yeni istihdam alanları oluşturarak ülke ekonomisine katkı sağlaması, ülkelerin enerji üretimine çeşitlilik getirerek tek tip üretim metoduna bağımlılıktan kurtarması gibi etkenler de bu sebepler arasında sayılabilir. Çizelge 2.8’de OECD ülkeleri için %5 iskonto ile hesaplanan 2010 yılı elektrik üretim maliyetleri verilmiştir.
Çizelge 2.8. Bazı OECD ülkeleri için %5 iskonto ile hesaplanan 2010 Yılı
. . elektrik . üretim maliyetleri (2003 ABD Senti/Kwsaat) (Taek, 2010)
Nükleer Kömür Gaz
Finlandiya 2,76 3,64 --
Fransa 2,54 3,33 3,92
Almanya 2,86 3,52 4,90
İsviçre 2,88 -- 4,36
Hollanda 3,58 -- 6,04
Çek Cumhuriyeti 2,30 2,94 4,97
Slovakya 3,13 4,78 5,59
Romanya 3,06 4,55 --
Japonya 4,80 4,95 5,21
Kore 2,34 2,16 4,65
ABD 3,01 2,71 4,67
Kanada 2,60 3,11 4,00
2.8. Dünyada Nükleer Enerjinin Kullanım Durumu
Dünyada 31 ülkede nükleer güç santrali mevcuttur. 2022 yılına kadar 151 yeni nükleer reaktör yapılması planlanmış ve buna ek olarak 2030 yılına kadar işletmeye alınmak üzere 331 nükleer reaktör de ülkelerin nükleer programlarına dahil edilmiştir. Dünya Nükleer Birliğiverilerine göre ülkemizin de içinde bulunduğu 45’ten fazla ülke (Çizelge 2.9.) daha, nükleer enerji seçeneğini gündemlerine almıştır. Gündemlerine nükleer enerji seçeneğini alan bu ülkelerin ortak özellikleri olarak gelişmekte veya az gelişmiş ülkeler sınıfına girdikleri, elektrik taleplerinin hızla arttığı ve bu talebi nükleer santrallerden karşılamayı düşündükleri görülmektedir.
Çizelge 2.9. Nükleer enerjiden yararlanmayı düşünen ülkeler ( T.C. Enerji ve Tabii
. Kaynaklar Bakanlığı, 2012)
Bölge Ülke
Avrupa Arnavutluk, Sırbistan, Hırvatistan,Portekiz, Norveç, Polonya, Belarus, Estonya, Letonya, İrlanda, Türkiye
Ortadoğu ve Kuzey Afrika Birleşik Arap Emirlikleri (BAE), Suudi Arabistan, Katar, Kuveyt, Yemen, İsrail, Suriye, Ürdün, Mısır, Tunus, Libya, Cezayir, Fas, Sudan Batı, Orta ve Güney Afrika Nijerya, Gana, Senegal, Kenya, Uganda, Namibya
Güney Amerika Şili, Ekvator, Venezuela
Orta ve Güney Asya Azerbaycan, Gürcistan, Kazakistan, Moğolistan, Bangladeş, Sri Lanka Güneydoğu Asya Endonezya, Filipinler, Vietnam, Tayland, Malezya, Singapur, Avustralya,
Yeni Zellanda
Doğu Asya Kuzey Kore
14
Çizelge 2.10’da Ülkelere göre kurulması planlanan ve kurulması önerilen nükleer reaktör sayısı (13 Eylül 2011 itibariyle) verilmiştir.
Çizelge 2.10. Ülkelere göre kurulması planlanan ve kurulması önerilen nükleer reaktör
. sayısı (T.C. Enerji ve Tabii Kaynaklar Bakanlığı, 2012)
Ülkeler Kurulması Planlanan Nükleer Program Dahilindeki Planlanan
Reaktör Sayısı Toplam Güç (MWe Net)
Program Dahilindeki Reaktör Sayısı
Toplam Güç (MWe Net)
Ermenistan 1 1.060
Arjantin 2 773 1 740
Bangladeş 2 2.000
Belarus 2 2.000 2 2.000
Brezilya 4 4.000
Bulgaristan 2 1.900
Kanada 3 3.300 3 3.800
Şili 4 4.400
Çin 52 59.990 120 123.000
Çek Cum. 2 2.400 1 1.200
Mısır 1 1.000 1 1.000
Finlandiya 2 3.000
Fransa 1 1.720 1 1.100
Macaristan 2 2.200
Hindistan 17 15.000 40 49.000
Endonezya 2 2.000 4 4.000
İran 2 2.000 1 300
İsrail 1 1.200
İtalya 10 17.000
Japonya 10 13.772 5 6.760
Ürdün 1 1.000
Kazakistan 2 600 2 600
K.Kore 1 950
G.Kore 6 8.400
Litvanya 1 1.350
Malezya 1 1.200
Meksika 2 2.000
Hollanda 1 1.000
Pakistan 1 340 2 2.000
Polonya 6 6.000
Romanya 2 1.310 1 655
Rusya Fed. 14 16.000 30 28.000
Slovakya 1 1.200
Slovenya 1 1.000
G.Afrika 6 9.600
İsviçre 3 4.000
Tayland 5 5.000
Ukrayna 2 1.900 20 22.800
Birleşik Krallık 4 6.680 9 12.000
ABD 7 8.640 27 37.400
Vietnam 2 2.000 12 13.000
Tayvan 1 1.350
Türkiye 4
(Akkuyu)
4.800 4
(Sinop)
5.600
TOPLAM 151 167.935 331 374.055
15 BÖLÜM III
NÜKLEER REAKTÖRLER
1939 yılında çekirdek bölünmesinin keşfi, kütlenin enerjiye dönüştürülmesi konusundaki beklentilere farklı bir boyut kazandırmıştır. Çekirdek bölünmesi ile ortaya yüksek miktarda enerji çıkması ve bölünme sonucu ortaya çıkan ürünlerin de yapay radyoaktif elementler olması, bölünme olayının önemini ortaya koymaktadır.
İşte; içerisinde bölünmelerin kontrollü bir şekilde olmasına olanak tanıyacak şekilde düzenlenen sisteme “ Nükleer Reaktör” adı verilir. İlk nükleer reaktörün ABD’de 1942 yılında Enrico Fermi tarafından işletilmeye başlanmasıyla beraber bilim insanları fisyon ile ortaya çıkan enerjiden faydalanma konusunda araştırmalar yapmaya başlamışlardır.
Fisyon sonucu ortaya çıkan nötronların bir kısmı sistemden kaçar; bir kısmı da ortam tarafından emilir. Ancak fisyon devam ettirilecek ise her bir çekirdek için bir nötronun fisyona sebep olması gerekmektedir. Bu durum çoğaltma faktörü ile belirlenir.
Çoğaltma faktörü, yeni meydana gelen nötronların sayısının hemen bir önce meydana gelen nötronların sayısına oranı olarak ifade edilebilir. Çoğaltma faktörü birden küçük ise reaksiyon devam etmez. Ancak bire eşit veya birden büyük olduğu durumlarda zincirleme reaksiyon devam eder. Zaten zincirleme reaksiyonun başlaması için çoğaltma faktörünün birin biraz üzerinde bir değere varması gerekir. Reaktörlerde istenilen reaksiyon şiddetine ulaşıldığında çoğaltma faktörü bire göre düzenlenir. Eğer reaktör durdurulmak isteniyor ise; çoğaltma faktörü değerinin, birin altına düşürülmesi gerekmektedir. Reaksiyona tesir edecek nötron sayısının kontrolü için nötronları yutan maddelerden (Kadmiyum ve Bor’lu çelik) yapılmış çubuklar kullanılır (İskender, 2005). Şekil 3.1 'de reaktör kontrol mekanizması verilmiştir.
16
Şekil 3.1. Reaktör kontrol mekanizması (İskender, 2005)
Nükleer reaktörlerde rektörün kalbinde Uranyum ya da Toryum atom çekirdeklerinin parçalanması sonucu elde edilen ısıl enerji suya aktarılır. Su pompalar yardımı ile buhar üretecine gönderilir ve burada bir yandan başka bir suyu kaynatır iken diğer yandan da soğur ve tekrar reaktörün kalbine döner. Burada elde edilen buhar ise buhar üretecinden elektrik jeneratörüne bağlı olan buhar türbinine verilir. Türbinde buhar enerjisi türbin milini döndürerek hareket enerjisine dönüşür. Bu dönme hareketi sonucunda jeneratörlerde elektrik enerjisi elde edilir. Jeneratörde oluşan elektrik ise iletim hatları denilen iletken teller ile kullanılacağı yere gönderilir. Türbinden çıkan ve sahip olduğu basınç ve sıcaklığı düşmüş olan buhar, soğutucu olarak nehirlerin veya denizden alınan suyun kullanıldığı yoğuşturucuda tekrar suya dönüştürülerek buhar üretecine gönderilir.
Burada soğutucu olarak kullanılan su, sadece buharı suya dönüştürmekte kullanıldığı için tehlikesizdir ve tekrar denize veya nehre geri gönderilmesinde bir sakınca yoktur.
Şekil 3.2’de nükleer reaktörlerin çalışma prensibi verilmiştir.
17
Şekil 3.2. Nükleer reaktör çalışma prensibi (İskender, 2005) 3.1. Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri
Çok farklı tiplerde reaktörler olmasına rağmen genellikle bütün reaktörlerde yakıt, yavaşlatıcı (moderatör), soğutucu, kontrol elemanları , kazan ve koruyucu zırh gibi bileşenler mevcuttur.
3.1.1. Yakıt maddesi
Nükleer reaktörlerin temel bileşenlerinde kuşkusuz en önemlisi yakıt maddesidir. Yakıt olarak ticari reaktörlerde uranyum kullanılmaktadır. Reaktörlerde yakıt maddesi olarak bölünebilen (fisil) , , kullanılır. Uranyum madeni madenden çıkarıldığı şekilde kullanılamaz. Madenden çıkarılan uranyumun nükleer yakıt haline gelebilmesi için belirli süreçlerden geçmesi gerekir. Uranyum madenden çıkarıldıktan sonra sarı pasta ( ) haline getirilmektedir. Doğada bulunan Uranyumun %99,282’si fisil olmayan izotopu, %0,712 ‘si fisil izotopu ve %0,006 ‘sı izotopudur.
Bu bileşimdeki uranyum “doğal uranyum” olarak nitelenmektedir. Doğal uranyumun yakıt maddesi olarak kullanıldığı nükleer reaktörlerde olmasına rağmen, çoğunlukla
18
basınçlı su reaktörleri kullanılmaktadır. Basınçlı su reaktörlerinde de doğal uranyum içerisindeki miktarı doğal değerinin üzerine çıkarılmış (zenginleştirilmiş) yakıt kullanılmaktadır. Bunun sebebi ‘in fisyon yapabilme olasılığının ’e göre daha yüksek olmasıdır.
Zenginleştirme işlemi için sarı pasta haline getirilen uranyum kimyasal birtakım
işlemler ile uranyum hekzaflorid ( ) haline dönüştürülür. Fotoğraf 3.1’deki gibi varillerde muhafaza edilmeleri gerekmektedir.
Fotoğraf 3.1. Uranyum hegzaflorid varilleri (Turanlı Orakçı, 2012)
Uranyum hekzaflorid, farklı yöntemlerle zenginleştirildikten sonra toz halindeki uranyumdiokside ( ) dönüştürülür. Toz halindeki uranyumdioksit preslenerek ve 1400 dereceye kadar ısıtılarak silindir şeklinde yakıt paletlerine dönüştürülür. Yakıt paletleri yakıt zarfı elemanları içerisine üst üste yerleştirilerek “ yakıt çubukları” haline getirilir (Turanlı Orakçı, 2012). Şekil 3.3’de yakıt peleti, yakıt çubuğu ve reaktör kabı içindeki yerleşimleri görülmektedir.
19
a b
Şekil 3.3. Nükleer yakıt peleti, yakıt çubuğu (a) ve reaktör kabı içindeki
. yerleşimi (b) (Turanlı Orakçı, 2012)
3.1.2. Yavaşlatıcı
Reaktörlerin temel bileşenlerinden bir diğeri fisyon sonucu ortaya çıkan hızlı nötronlarla çarpışmalar yaparak bu nötronların yavaşlamasını ve tekrar bir yakıt çekirdeğince yakalanmasını sağlayan nötron yavaşlatıcısıdır.
Doğal uranyumun yakıt olarak kullanıldığı bir reaktörde ağır su ve grafit yavaşlatıcı olarak kullanılabilir. Ancak normal suyun yavaşlatıcı olarak kullanıldığı bir reaktörde normal suyun daha fazla nötron yutmasından dolayı reaktör içinde zenginleştirilmiş uranyuma ihtiyaç vardır.
3.1.3. Soğutucu
Fisyon olayı ile beraber serbest kalan ısı enerjisi reaktör kabını ısıtır. Soğutucu reaktör kabını soğutmak ve dolayısıyla açığa çıkan ısı enerjisini reaktör dışına çıkarmak amacı ile kullanılır.
3.1.4. Kontrol elemanları
Kontrol elemanları yardımı ile reaktör içerisinde birim zamandaki fisyon sayısı kontrol edilebilmekte ve böylece reaktör istenilen bir güç seviyesinde tutulabilmektedir.
Reaktörün kontrolü demek, ortamda bulunan nötron sayısının kontrolü demektir.
20
Reaktörde fisyon sonucu oluşan nötronların oluşma hızı uranyum yakıtı tarafından yakalanma hızına eşit ise reaktör aynı hızda çalışmaya devam eder. Ortamda nötron kalmaz ise reaksiyon durur. Bundan dolayı rektörün içerisine kontrol çubukları adı verilen ve kadmiyum veya bordan yapılmış nötronları soğuran çubuklar yerleştirilir.
Kontrol çubukları reaktörde istenilen derinliğe indirilerek reaksiyonun kotrol altında tutulması sağlanır (Akyüzlü, 2008).
3.1.5. Kazan
Reaktörün yakıt, yavaşlatıcı, soğutucu ve kontrol elemanlarını içerisine alan ve gerekli yerlerde giriş-çıkış ağızlarını ihtiva eden taşıyıcı kısımdır (Akyüzlü, 2008).
3.1.6. Koruyucu zırh
Nükleer Reaktörün içerisinde oluşan radyasyondan reaktör etrafında çalışanların güvenli çalışmalarını sağlamak ve oluşan radyasyonun etkilerini en aza indirmek maksadıyla çelik ve ağır beton gibi maddelerden yapılmış bir zırhtır.
3.2. Nükleer Reaktör Tipleri
Nükleer reaktörleri; yakıtlarına, soğutucularına, nötron yavaşlatıcılarına ve nötron enerjilerine göre sınıflandırılabilirler. Aşağıda nükleer reaktör tipleri verilmiştir.
1) Yakıtlarına göre:
•
Doğal Uranyum yakıtlı,•
Zenginleştirilmiş Uranyum yakıtlı,•
Plütonyum yakıtlı,•
Toryum yakıtlı, yüksek sıcaklıklı.2) Soğutucularına göre:
•
Hafif su soğutmalı,•
Ağır su soğutmalı,•
Gaz soğutmalı,•
Sıvı metal soğutmalı.3) Nötron yavaşlatıcılarına göre:
•
Hafif sulu,21
•
Ağır sulu,•
Grafitli.4) Nötron enerjilerine göre:
•
Termal,•
Hızlı.Yukarıdaki sınıflandırmaya göre dünyada dokuz tip nükleer reaktör kullanılmaktadır.
Bunlar:
1) ABWR (Advanced Boiling Water Reactor).
İleri Kaynar Sulu Reaktör.
2) AGR (Advanced Gas Cooled Reactor).
İleri Gaz Soğutmalı Reaktör.
3) BWR (Boiling Water Reactor).
Kaynar Sulu Reaktör.
4) FBR (Fast Breeder Reactor).
Hızlı Üretken Reaktör.
5) GCR (Gas Cooled Reactor).
Gaz Soğutmalı Reaktör.
6) LWGR (Light Water Cooled Graphite Moderator Reactor).
Hafif Su Soğutmalı Grafit Yavaşlatıcılı Reaktör.
7) PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor).
Basınçlı Ağır Sulu Reaktör.
8) PWR (Pressurized Water Reactor).
Basınçlı Su Reaktörü.
9) WWER (Water Cooled Water Moderator Power Reactor).
Su Soğutmalı Su Yavaşlatıcılı Güç Reaktörü.
Bu çalışmada reaktörler, hafif sulu, ağır sulu ve diğer nükleer reaktör tipleri olarak incelenecektir (İskender, 2005) .
22 3.3. Hafif Sulu Nükleer Reaktörler
3.3.1. Basınçlı su reaktörü (PWR)
Basınçlı su reaktörleri elektrik üretimi için tasarlanan ve ABD’de kullanılan ilk reaktör tipidir. Günümüzde birçok firma tarafından bu tipte reaktörler üretilmektedir. Basınçlı su reaktörlerinin çalışma prensibi; korda üretilen enerji birinci devre soğutucu tarafından kordan alınır, ikinci devre buhar üretecinden alınan buhar, jeneratörler vasıtasıyla elektrik üretir. Basınçlı su reaktörlerinde yakıt olarak %2 - %4 oranında zenginleştirilmiş kullanılmaktadır.
Basınçlı su reaktör korunun soğutulması ve kaynamaması için birincil devre soğutmasında hafif su kullanılır. Buhar üretecinden alınan buhar jeneratörler yardımı ile elektrik enerjisine dönüştükten sonra yoğuşturucuya gönderilir ve yoğuşturucuda yoğuşturularak tekrar buhar üretecine aktarılır. Basınçlı su reaktörlerin verimi, % 33 seviyesindedir. Dünyada işletmede 214 ünite, inşa halinde ise 6 ünite basınçlı su reaktörü bulunmaktadır.
Basınçlı su reaktörlerini diğer reaktörlerden ayıran en önemli özellikleri; iki aşamalı soğutma sistemlerinin oluşu ve 150 atm sistem basıncı ile soğutucusunun sürekli sıvı formda olmasıdır. Basınçlı su reaktörlerinin yaygın kullanımı ve bunun sonucu oluşan tecrübe, küçük bir kalp olması, fisyon ürünlerinin birinci soğutma devresi içerisinde kalması ile hafif suyun ucuz olması ve tüm özelliklerinin bilinmesi bu tipteki reaktörler için avantaj oluşturmaktadır.
Ancak yakıt yüklemesinin yapılması için reaktörün kapatılma zorunluluğu, zenginleştirilmiş yakıt kullanılması, ikinci devrede kızgın buhar üretmenin zorluğu ile yüksek sistem basıncı ve pahalı borulama basınçlı su reaktörlerinin dezavantajları olarak karşımıza çıkmaktadır (Aybers ve Bayülken, 1988). Herhangi bir kaza durumunda çevreye radyasyon sızmasını önlemek amacıyla reaktör basınç kabı ve soğutucu sistemler betondan yapılan koruma kabının içerisinde yer alır (İskender, 2005). Fotoğraf 3.2' de, Fransa'da ki St. Alban basınçlı su reaktörü, Fotoğraf 3.3’de
23
Fransa’da ki St.Laurent basınçlı su reaktörü, Fotoğraf 3.4’ de Slovenya Krsko basınçlı su reaktörü, Şekil 3.4' de basınçlı su reaktörünün basit şeması verilmiştir.
Fotoğraf 3.2. St. Alban basınçlı su reaktörü (Fransa) (İskender, 2005)
Fotoğraf 3.3. St.Laurent basınçlı su reaktörü (Fransa) (Tombakoğlu vd.,2011)
24
Fotoğraf 3.4. Krsko basınçlı su reaktörü (Slovenya) (Tombakoğlu vd.,2011)
Şekil 3.4. Basınçlı su reaktörünün basit şeması (Basınçlı su reaktör tipi, 2013)
25 3.3.2. Kaynar sulu nükleer reaktörler (BWR)
Basınçlı su reaktörlerinden sonra dünyada en yaygın olarak kullanılan reaktör tipi kaynar sulu nükleer reaktörlerdir. Kaynar sulu reaktörler basınçlı su reaktörlerine benzemekle birlikte ikincil soğutma devresine sahip olmayışı ve reaktör koru içerisinde suyun kaynamasına için verilmesi en belirgin farklar olarak göze çarpmaktadır.
Kaynar sulu reaktörlerde reaktör koru içinde elde edilen buhar doğrudan türbinlere gönderilerek jeneratör yardımıyla elektrik üretimi gerçekleştirilir, su basıncı basınçlı su reaktörlerine göre daha düşüktür.
Kaynar sulu reaktörlerde yakıt olarak %3 oranında zenginleştirilmiş kullanılmaktadır; verimi %33 civarındadır. Dünyada halen işletmede olan 90 ünite ve inşa halinde ise 1 ünite kaynar sulu nükleer reaktör bulunmaktadır. Bu tip reaktörlerde soğutucu olarak hafif su kullanılmaktadır. Türbinlere gönderilen buhar jeneratör yardımıyla elektrik enerjisine dönüştükten sonra yoğuşturucuya gönderilir ve yoğuşturucuda yoğuşturularak pompalar yardımıyla tekrar reaktöre gönderilir.
Kaynar sulu reaktörleri diğer nükleer reaktörlerden ayıran en temel özellikleri; kalp içerisinde kaynamaya izin vermesi ve tek döngülü bir soğutma sisteminin olmasıdır.
Düşük bir sistem basıncının olması, soğutucu akış hızıyla oynanarak kaynama miktarı ve dolayısıyla güç seviyesinin ayarlanabilmesi, ara ısı aktarma araçlarının kullanılmaması ve hafif suyun ucuz ve özelliklerinin biliniyor olması bu tipteki nükleer reaktörlerin avantajları olarak göze çarpar. Çekirdekle temas eden soğutma suyu doğrudan türbine gönderildiğinden, devrenin tümünde kullanılan boru, vana gibi tesisat ve türbinlerin çalışma sırasında radyoaktif hale gelmesi, kaynamadan dolayı düşük güç üretim yoğunluğu, kalp basıncının yüksek olması, basınçlı su reaktörlerinde olduğu gibi yakıt yüklemesi sırasında reaktörün kapatılması ve zenginleştirilmiş yakıt kullanımı kaynar sulu reaktörlerin dezavantajları olarak göze çarpmaktadır (Damar vd., 2013)
Herhangi bir kaza durumunda reaktörün güvenli bir şekilde durdurulmasını sağlayacak düşük basınçlı enjeksiyon sistemi, yüksek basınçlı yağmurlama sistemi gibi sistemlerin yanı sıra reaktörün koruma binası yardımıyla da radyasyonun atmosfere sızması engellenmektedir(İskender, 2005).
26
Fotoğraf 3.5' de, Almanya'da ki Gundremmingen kaynar sulu reaktör fotoğrafı, Fotoğraf 3.6' da İspanya Confrentes kaynar sulu reaktör fotoğrafı Şekil 3.5’de ise kaynar sulu reaktörün basit şeması verilmiştir.
Fotoğraf 3.5. Gundremmingen kaynar sulu reaktör (Almanya) (İskender, 2005)
Fotoğraf 3.6. Confrentes kaynar sulu reaktör (İspanya) (Tombakoğlu vd.,2011)
27
Şekil 3.5. Kaynar sulu reaktörün basit şeması (Kaynar Sulu Reaktör Tipi, 2013) 3.4. Ağır Sulu Reaktörler
Hidrojen atomunun izotopu olan Döteryum aynı Hidrojen gibi bir protona sahiptir fakat bir tane nötronu olduğu için ağırlığı Hidrojenin yaklaşık iki katıdır. Formül olarak ise Hidrojen yerine Döteryum içeren suya ağır su ( ) denilmektedir. Ağır sulu reaktörlerde soğutucu ve moderatör olarak ağır su ( ) kullanılır. Ayrıca ağır sulu reaktörlerde yakıt olarak da doğal uranyum kullanılmaktadır. Ağır sulu reaktörler içerisinde basınçlı ağır su reaktörleri en çok tercih edilen tip olarak görülmektedir.
(PHWR: Pressurized Heavy Water Reactor). Basınçlı ağır su reaktörlerinin en yaygın olarak kullanılan tipi CANDU (Canadian Deuterium Uranium)'dur (İskender, 2005).
3.4.1. CANDU tipi reaktörler (PHWR)
Basınçlı su reaktörlerinde olduğu gibi soğutucunun basınç altında tutularak kaynamasının önlendiği ve Kanadalılar tarafından kullanılan bir reaktör tipidir.
CANDU tipi reaktörlerde reaktör kazanının içerisinde yakıt kanalları adı verilen tüpler vardır. Bu kanalların içerisine yüksek basınç altında tutulan ve ağır su ile soğutulan
28
yakıt demetleri yerleştirilir. Soğutucu önce yakıt kanallarına, ardından da buhar üreteçlerine pompalanır. Buhar üreteçlerinde enerjisini bırakan soğutucu başka bir kanal yoluyla veya ters yönden reaktörün kalbine gönderilir. Soğutucu buradan diğer buhar üretecine giderek sistemin devamlılığını sağlar (Türk, 2009). CANDU tipi reaktörlerin verimi %29,3 civarındadır. Şu an dünyada işletmede 39 ünite, inşa halinde ise 8 ünite bu tipte reaktör bulunmaktadır.
Bu tip reaktörleri diğer tipteki reaktörlerden ayıran en önemli özelliğin; soğutucu ile moderatörünün (yavaşlatıcısının) ağır su olması söylenebilir. Doğal uranyum dahil herhangi bir yakıtın kullanılabiliyor olması, çalışırken yakıt yüklemesi yapılabilmesi, fisyon ürünlerinin birinci soğutma devresi içerisinde kalması ve ağır suyun mükemmel bir moderatör olması CANDU tipi reaktörlerin avantajları olarak görülebilir. Ancak ağır suyun maliyetinin yüksekliği, büyük bir kalp, yüksek bir birinci soğutma devresi basıncı ile yakıt yüklemesi sırasında ağır su kaybının önlenmesi için sızdırmazlığın sağlanma gerekliliği de bu tipteki reaktörlerin dezavantajları olarak göze çarpar. Fotoğraf 3.7' de, Kanada'da bulunan Pickering CANDU tipi reaktör fotoğrafı, Şekil 3.6' da ise CANDU tipi reaktörün basit şeması verilmiştir.
Fotoğraf 3.7. Pickering CANDU tipi reaktör (Kanada) (İskender, 2005)
